JPH08297192A - 炉心シュラウドの交換方法 - Google Patents
炉心シュラウドの交換方法Info
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- JPH08297192A JPH08297192A JP7060287A JP6028795A JPH08297192A JP H08297192 A JPH08297192 A JP H08297192A JP 7060287 A JP7060287 A JP 7060287A JP 6028795 A JP6028795 A JP 6028795A JP H08297192 A JPH08297192 A JP H08297192A
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
(57)【要約】
【目的】炉心シュラウド内に設置する遮蔽体の重量軽
減，取付け，取外しの作業手順の簡略化および使用後の
撤去作業の低減を図るとともに、溶接強度を大きくす
る。 【構成】炉心シュラウド２の下端開先部とシュラウドサ
ポートシリンダ３との間を外側からシール溶接を行い、
炉心シュラウド２内に円筒状遮蔽体を設置したのち、遮
蔽体内を排水して気中状態にする。原子炉圧力容器内に
設置されているジェットポンプ近傍を水により遮蔽して
遮蔽体内で溶接作業を行う。また、シール溶接工程であ
らかじめ炉心シュラウドの下方に取付けたガイドレール
29に沿って遠隔自動溶接機28を動作させる。さらに、新
炉心シュラウド２の下端に予めバッキングリング27を溶
接しておくことによりシュラウドサポートシリンダ３と
の溶接強度を大きくできる。
減，取付け，取外しの作業手順の簡略化および使用後の
撤去作業の低減を図るとともに、溶接強度を大きくす
る。 【構成】炉心シュラウド２の下端開先部とシュラウドサ
ポートシリンダ３との間を外側からシール溶接を行い、
炉心シュラウド２内に円筒状遮蔽体を設置したのち、遮
蔽体内を排水して気中状態にする。原子炉圧力容器内に
設置されているジェットポンプ近傍を水により遮蔽して
遮蔽体内で溶接作業を行う。また、シール溶接工程であ
らかじめ炉心シュラウドの下方に取付けたガイドレール
29に沿って遠隔自動溶接機28を動作させる。さらに、新
炉心シュラウド２の下端に予めバッキングリング27を溶
接しておくことによりシュラウドサポートシリンダ３と
の溶接強度を大きくできる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型軽水冷却原子炉
などの原子炉圧力容器内に設置されている炉心シュラウ
ドの交換方法に関する。
などの原子炉圧力容器内に設置されている炉心シュラウ
ドの交換方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】図３に示したように沸騰水型原子炉の原
子炉圧力容器１内には炉心シュラウド２がシュラウドサ
ポート３により支持されている。この炉心シュラウド２
は炉心支持板と上部格子板（図示せず）を保持し、燃料
集合体全体を包んで炉心を形成するものに使用される。
子炉圧力容器１内には炉心シュラウド２がシュラウドサ
ポート３により支持されている。この炉心シュラウド２
は炉心支持板と上部格子板（図示せず）を保持し、燃料
集合体全体を包んで炉心を形成するものに使用される。
【０００３】炉心シュラウド２と原子炉圧力容器１との
間のアニュラス空間にはジェットポンプ４がジェットポ
ンプサポート台５上に設置されている。なお、図中符号
６は制御棒駆動機構ハウジングを示している。
間のアニュラス空間にはジェットポンプ４がジェットポ
ンプサポート台５上に設置されている。なお、図中符号
６は制御棒駆動機構ハウジングを示している。
【０００４】一般に、この種の原子炉の炉心シュラウド
２は、ステンレス鋼製の部材を溶接することによって構
成されている。このような炉心シュラウド２の炭素含有
量が高い場合、長期間の運転の間に溶接部あるいはその
付近に応力腐食割れ等により、クラックが生じる可能性
がある。このような事象が発生した場合には、原子炉の
安全性確保のため、使用済の炉心シュラウドを新しい炉
心シュラウド（以下、新炉心シュラウドと記す）と交換
する必要がある。
２は、ステンレス鋼製の部材を溶接することによって構
成されている。このような炉心シュラウド２の炭素含有
量が高い場合、長期間の運転の間に溶接部あるいはその
付近に応力腐食割れ等により、クラックが生じる可能性
がある。このような事象が発生した場合には、原子炉の
安全性確保のため、使用済の炉心シュラウドを新しい炉
心シュラウド（以下、新炉心シュラウドと記す）と交換
する必要がある。
【０００５】しかしながら、長期間使用された炉心シュ
ラウドは中性子照射のために脆化しており、溶接した場
合には溶着金属の周辺にさらに細かい割れが生じること
もあるため、溶接による補修を難しくしている。また補
強部材をボルト結合する方法も考えられるが、高地震地
帯に設置された原子炉においてはその採用は限られたも
のとなる可能性がある。
ラウドは中性子照射のために脆化しており、溶接した場
合には溶着金属の周辺にさらに細かい割れが生じること
もあるため、溶接による補修を難しくしている。また補
強部材をボルト結合する方法も考えられるが、高地震地
帯に設置された原子炉においてはその採用は限られたも
のとなる可能性がある。
【０００６】そこで、最も望ましい方法は新炉心シュラ
ウド２との取換えと考えられるが、原子炉圧力容器内に
設置されている炉心シュラウド２自体は下端で炉心シュ
ラウド２のサポート３のリングに溶接されている。
ウド２との取換えと考えられるが、原子炉圧力容器内に
設置されている炉心シュラウド２自体は下端で炉心シュ
ラウド２のサポート３のリングに溶接されている。
【０００７】また、インコアスタビライザ，炉心核計装
案内管等との干渉があり、しかも原子炉圧力容器１内の
高放射線量下であり、さらに炉心シュラウドの内部に設
置されている上部格子板と炉心支持板との位置調整が困
難である。
案内管等との干渉があり、しかも原子炉圧力容器１内の
高放射線量下であり、さらに炉心シュラウドの内部に設
置されている上部格子板と炉心支持板との位置調整が困
難である。
【０００８】そのうえ、撤去した炉心シュラウドの原子
炉圧力容器１外での取扱いの困難性、および大量に発生
する廃棄物の処理等の困難性等、種々の問題があるた
め、これまでは炉心シュラウドの交換が極めて困難であ
ると予測されていた。
炉圧力容器１外での取扱いの困難性、および大量に発生
する廃棄物の処理等の困難性等、種々の問題があるた
め、これまでは炉心シュラウドの交換が極めて困難であ
ると予測されていた。
【０００９】ところで、原子炉の実用運転後、長期間が
経過した近年においては、使用済の古い炉心シュラウド
を新炉心シュラウドと交換することが急務となりつつあ
り、この交換方法については例えば特開昭63-36195号公
報に開示されたような種々の技術が提案されるようにな
っている。
経過した近年においては、使用済の古い炉心シュラウド
を新炉心シュラウドと交換することが急務となりつつあ
り、この交換方法については例えば特開昭63-36195号公
報に開示されたような種々の技術が提案されるようにな
っている。
【００１０】ただし、これまでの従来技術では、原子炉
圧力容器内が高放射化のために新炉心シュラウドの溶接
についてはすべての操作を遠隔操作によって行う必要が
ある。一方、新炉心シュラウド内に作業員が入り込んで
溶接作業を行うには、原子炉圧力容器内の除染および高
放射化部位の遮蔽を行う必要がある。しかしながら、こ
れらの作業はともに膨大な手間と時間を要するものとな
っている。
圧力容器内が高放射化のために新炉心シュラウドの溶接
についてはすべての操作を遠隔操作によって行う必要が
ある。一方、新炉心シュラウド内に作業員が入り込んで
溶接作業を行うには、原子炉圧力容器内の除染および高
放射化部位の遮蔽を行う必要がある。しかしながら、こ
れらの作業はともに膨大な手間と時間を要するものとな
っている。
【００１１】
【発明が解決しようとする課題】そこで、従来の技術の
欠点を改良するために、例えばつぎのような技術が提案
されている。すなわち、原子炉圧力容器の上蓋および蒸
気乾燥器を取外した後、気水分離器の取外しおよび燃
料，炉内核計装検出器，制御棒，燃料支持金具，制御棒
案内管，制御棒駆動機構その他のシュラウド内構造物の
取外し、および炉心シュラウド上方に設置されている給
水スパージャ，炉心スプレイ系配管，案内棒その他のシ
ュラウド上方設置機器の取外しを行う。
欠点を改良するために、例えばつぎのような技術が提案
されている。すなわち、原子炉圧力容器の上蓋および蒸
気乾燥器を取外した後、気水分離器の取外しおよび燃
料，炉内核計装検出器，制御棒，燃料支持金具，制御棒
案内管，制御棒駆動機構その他のシュラウド内構造物の
取外し、および炉心シュラウド上方に設置されている給
水スパージャ，炉心スプレイ系配管，案内棒その他のシ
ュラウド上方設置機器の取外しを行う。
【００１２】そして、上部格子板および炉心支持板を取
外すとともに炉心下部のインコア案内管，スタビライザ
その他の下部構造物を切断撤去して炉心シュラウドの内
外を開放状態とし、この状態で炉内除染を行って炉内放
射線レベルを人員作業可能な基準値以下まで低減させ
る。
外すとともに炉心下部のインコア案内管，スタビライザ
その他の下部構造物を切断撤去して炉心シュラウドの内
外を開放状態とし、この状態で炉内除染を行って炉内放
射線レベルを人員作業可能な基準値以下まで低減させ
る。
【００１３】その後、シュラウドサポートシリンダの略
上端高さ位置の作業架台を炉心シュラウド内方に設置
し、古い炉心シュラウドを切断機器により少なくともシ
ュラウドサポートシリンダとの溶接部近傍で切断して、
一体または複数の分割体として撤去する。最後にシュラ
ウドサポートシリンダ上面の整形加工および新炉心シュ
ラウドの吊り込み並びに芯出しを行って、新炉心シュラ
ウドをシュラウドサポートシリンダ上に固定することを
特徴とする炉心シュラウドの交換方法である。
上端高さ位置の作業架台を炉心シュラウド内方に設置
し、古い炉心シュラウドを切断機器により少なくともシ
ュラウドサポートシリンダとの溶接部近傍で切断して、
一体または複数の分割体として撤去する。最後にシュラ
ウドサポートシリンダ上面の整形加工および新炉心シュ
ラウドの吊り込み並びに芯出しを行って、新炉心シュラ
ウドをシュラウドサポートシリンダ上に固定することを
特徴とする炉心シュラウドの交換方法である。
【００１４】しかしながら、上記の従来の技術はつぎの
ような課題がある。すなわち、図３に記載のように、新
しい炉心シュラウド２の内部で溶接作業をする作業員７
は高放射化されたジェットポンプ４と原子炉圧力容器１
の近傍にいるため、放射線８に常時曝されている。
ような課題がある。すなわち、図３に記載のように、新
しい炉心シュラウド２の内部で溶接作業をする作業員７
は高放射化されたジェットポンプ４と原子炉圧力容器１
の近傍にいるため、放射線８に常時曝されている。
【００１５】このため、ジェットポンプ４と原子炉圧力
容器１と作業員７の中間に遮蔽体９を設置する必要があ
る。しかしながら、炉内放射線レベルを人員作業可能な
基準値以下まで低減させるために必要な鉄板の遮蔽厚さ
は炉心シュラウド２の厚さの約10倍相当となり、遮蔽体
９の取り付け、取り外し手順が煩雑となるとともに使用
後の撤去に大変な手間を要するという問題があった。
容器１と作業員７の中間に遮蔽体９を設置する必要があ
る。しかしながら、炉内放射線レベルを人員作業可能な
基準値以下まで低減させるために必要な鉄板の遮蔽厚さ
は炉心シュラウド２の厚さの約10倍相当となり、遮蔽体
９の取り付け、取り外し手順が煩雑となるとともに使用
後の撤去に大変な手間を要するという問題があった。
【００１６】更に、遮蔽体９には溶接機10を設置するた
めの開口部11を設ける必要があるが、この部分から遮蔽
体９の内部に漏れ出る放射線８の影響を考えると、作業
員７は溶接機10および溶接部12に対して放射線レベルが
人員作業可能な基準値（1mSv/h) 以下まで低減するのに
十分な程度離れて作業を行う必要がある。
めの開口部11を設ける必要があるが、この部分から遮蔽
体９の内部に漏れ出る放射線８の影響を考えると、作業
員７は溶接機10および溶接部12に対して放射線レベルが
人員作業可能な基準値（1mSv/h) 以下まで低減するのに
十分な程度離れて作業を行う必要がある。
【００１７】そのため、溶接機10の操作および溶接部12
の検査を含む総ての作業を遠隔操作で行わなくてはなら
ない。これは、原子炉圧力容器１の内部に作業員７が入
り込むことによる作業効率および品質向上のメリットを
著しく損なうことになる課題がある。
の検査を含む総ての作業を遠隔操作で行わなくてはなら
ない。これは、原子炉圧力容器１の内部に作業員７が入
り込むことによる作業効率および品質向上のメリットを
著しく損なうことになる課題がある。
【００１８】なお、図３中符号13は炉上床、14は昇降
機、14ａはレール、15はカプセル、16は作業架台であ
り、作業員７はカプセル15に乗り昇降機14のレール14ａ
を伝わり炉上床13から原子炉圧力容器１内の作業架台16
に到達し作業を行う。
機、14ａはレール、15はカプセル、16は作業架台であ
り、作業員７はカプセル15に乗り昇降機14のレール14ａ
を伝わり炉上床13から原子炉圧力容器１内の作業架台16
に到達し作業を行う。
【００１９】また、溶接時には大量のガスが発生し、そ
れが気泡となり放射性物質を取り込んだ状態で水面に上
昇してくるために特別な回収装置が必要となり、その設
置作業と費用を要する課題がある。
れが気泡となり放射性物質を取り込んだ状態で水面に上
昇してくるために特別な回収装置が必要となり、その設
置作業と費用を要する課題がある。
【００２０】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたもので、原子炉圧力容器内の炉心シュラウドを交換
する必要が生じた場合、遮蔽に必要な鉄板厚を小さく
し、新炉心シュラウド内に設置する遮蔽体の重量軽減，
取付け，取外し作業の手順の簡略化および使用後の撤去
作業の低減と、短い時間で効率よく、使用済の炉心シュ
ラウドと殆ど同様の構造の新炉心シュラウドと交換する
ことができる炉心シュラウドの交換方法を提供すること
を目的とする。
れたもので、原子炉圧力容器内の炉心シュラウドを交換
する必要が生じた場合、遮蔽に必要な鉄板厚を小さく
し、新炉心シュラウド内に設置する遮蔽体の重量軽減，
取付け，取外し作業の手順の簡略化および使用後の撤去
作業の低減と、短い時間で効率よく、使用済の炉心シュ
ラウドと殆ど同様の構造の新炉心シュラウドと交換する
ことができる炉心シュラウドの交換方法を提供すること
を目的とする。
【００２１】
【課題を解決するための手段】前記目的を達成するため
に、本発明に係る炉心シュラウドの交換方法では、原子
炉圧力容器上蓋および蒸気乾燥器を取り外し後、気水分
離器の取り外しおよび燃料，炉内核計装検出器，制御
棒，燃料支持金具，制御棒案内管，制御棒駆動機構その
他のシュラウド内構造物の取り外し、および炉心シュラ
ウド上方に設置されている給水スパージャ，炉心スプレ
イ系配管，案内棒その他のシュラウド上方設置機器の取
り外しを行い、かつ上部格子板および炉心支持板を取り
外すとともに炉心下部のインコア案内管，スタビライザ
その他の下部構造物を切断撤去して炉心シュラウドの内
外を開放状態とし、炉心シュラウドを切断する前にシュ
ラウドサポートシリンダの略上端高さ位置の作業架台を
炉心シュラウド内方に設置し、炉心シュラウドを切断機
器により少なくともシュラウドサポートシリンダとの溶
接部近傍で切断して、一体または複数の分割体として撤
去し、炉内除染を行って炉内放射線レベルを低減させ、
シュラウドサポートシリンダ上面の整形加工および新炉
心シュラウドの吊り込み並びに芯出しを行って、新炉心
シュラウドをシュラウドサポートシリンダ上に溶接する
シュラウドの交換方法において、あらかじめ新炉心シュ
ラウド下端に取り付けておいたバッキングリングとシュ
ラウドサポートシリンダとの間のシール溶接を行い、新
炉心シュラウド内に円筒状の遮蔽体を設置した後、遮蔽
体内部を排水し気中状態にするとともに原子炉圧力容
器，シュラウドサポートシリンダ，バッキングリング，
新炉心シュラウドおよび遮蔽体によって内包される水に
よって、高放射線源であるジェットポンプ近傍の水遮蔽
を構成した状態で、遮蔽容器内部に作業員が侵入し溶接
作業を行うことを特徴とする。
に、本発明に係る炉心シュラウドの交換方法では、原子
炉圧力容器上蓋および蒸気乾燥器を取り外し後、気水分
離器の取り外しおよび燃料，炉内核計装検出器，制御
棒，燃料支持金具，制御棒案内管，制御棒駆動機構その
他のシュラウド内構造物の取り外し、および炉心シュラ
ウド上方に設置されている給水スパージャ，炉心スプレ
イ系配管，案内棒その他のシュラウド上方設置機器の取
り外しを行い、かつ上部格子板および炉心支持板を取り
外すとともに炉心下部のインコア案内管，スタビライザ
その他の下部構造物を切断撤去して炉心シュラウドの内
外を開放状態とし、炉心シュラウドを切断する前にシュ
ラウドサポートシリンダの略上端高さ位置の作業架台を
炉心シュラウド内方に設置し、炉心シュラウドを切断機
器により少なくともシュラウドサポートシリンダとの溶
接部近傍で切断して、一体または複数の分割体として撤
去し、炉内除染を行って炉内放射線レベルを低減させ、
シュラウドサポートシリンダ上面の整形加工および新炉
心シュラウドの吊り込み並びに芯出しを行って、新炉心
シュラウドをシュラウドサポートシリンダ上に溶接する
シュラウドの交換方法において、あらかじめ新炉心シュ
ラウド下端に取り付けておいたバッキングリングとシュ
ラウドサポートシリンダとの間のシール溶接を行い、新
炉心シュラウド内に円筒状の遮蔽体を設置した後、遮蔽
体内部を排水し気中状態にするとともに原子炉圧力容
器，シュラウドサポートシリンダ，バッキングリング，
新炉心シュラウドおよび遮蔽体によって内包される水に
よって、高放射線源であるジェットポンプ近傍の水遮蔽
を構成した状態で、遮蔽容器内部に作業員が侵入し溶接
作業を行うことを特徴とする。
【００２２】また、本発明は前記新炉心シュラウドの下
端全周にわたって予めバッキングリングを溶接してお
き、このバッキングリングと前記シュラウドサポートシ
リンダとの間を外側からシール溶接することを特徴とす
る。
端全周にわたって予めバッキングリングを溶接してお
き、このバッキングリングと前記シュラウドサポートシ
リンダとの間を外側からシール溶接することを特徴とす
る。
【００２３】
【作用】高放射線源となっているジェットポンプ近傍を
遮蔽体で包囲し、かつ水遮蔽することにより、遮蔽に必
要な鉄板厚さを小さくし、炉心シュラウド内に設置する
遮蔽体の重量軽減，取付け・取外し作業手順の簡略化、
および使用後の除却作業量の低減等を図ることができ
る。
遮蔽体で包囲し、かつ水遮蔽することにより、遮蔽に必
要な鉄板厚さを小さくし、炉心シュラウド内に設置する
遮蔽体の重量軽減，取付け・取外し作業手順の簡略化、
および使用後の除却作業量の低減等を図ることができ
る。
【００２４】また、水遮蔽の効果により溶接作業時に遮
蔽体の開口部から漏れ出る放射線量も低減できるため作
業員が溶接部に接近可能となり、溶接部の仕上がりおよ
び品質の向上、かつ作業誤差や測定誤差の防止，短時間
作業，費用低減を図ることができる。
蔽体の開口部から漏れ出る放射線量も低減できるため作
業員が溶接部に接近可能となり、溶接部の仕上がりおよ
び品質の向上、かつ作業誤差や測定誤差の防止，短時間
作業，費用低減を図ることができる。
【００２５】さらに、従来の内側からのみの溶接を行う
場合に溶接外側に生じることがあったクレビス状の疑似
欠陥を、あらかじめシール溶接を外側から行うことで防
止できる。
場合に溶接外側に生じることがあったクレビス状の疑似
欠陥を、あらかじめシール溶接を外側から行うことで防
止できる。
【００２６】
【実施例】図１および図２を参照しながら本発明に係る
炉心シュラウドの交換方法の一実施例を説明する。図１
および図２は本発明に係る炉心シュラウドの交換方法の
一実施例を説明するためのもので、図１はバッキングリ
ングとシュラウドサポートシリンダをシール溶接してい
る状態を示す部分断面図、図２は原子炉圧力容器内で新
炉心シュラウドとシュラウドサポートの溶接作業状態を
説明するための縦断面図である。
炉心シュラウドの交換方法の一実施例を説明する。図１
および図２は本発明に係る炉心シュラウドの交換方法の
一実施例を説明するためのもので、図１はバッキングリ
ングとシュラウドサポートシリンダをシール溶接してい
る状態を示す部分断面図、図２は原子炉圧力容器内で新
炉心シュラウドとシュラウドサポートの溶接作業状態を
説明するための縦断面図である。
【００２７】図１に示すように、新炉心シュラウド２の
下端にはあらかじめバッキングリング27が新炉心シュラ
ウド２の全周にわたって溶接により取り付けられてい
る。このバッキングリング27の下端はシュラウドサポー
トシリンダ３に接触している。また、新炉心シュラウド
２の下方には、遠隔自動溶接機28が設置され、この遠隔
自動溶接機28は新炉心シュラウド２の下方に取り付けら
れているガイド29から垂下している。
下端にはあらかじめバッキングリング27が新炉心シュラ
ウド２の全周にわたって溶接により取り付けられてい
る。このバッキングリング27の下端はシュラウドサポー
トシリンダ３に接触している。また、新炉心シュラウド
２の下方には、遠隔自動溶接機28が設置され、この遠隔
自動溶接機28は新炉心シュラウド２の下方に取り付けら
れているガイド29から垂下している。
【００２８】このような状態で、遠隔自動溶接機28はガ
イド29に沿って、新炉心シュラウド２の下端を円周状に
移動しながらバッキングリング27とシュラウドサポート
シリンダ３の間のシール溶接を行う。
イド29に沿って、新炉心シュラウド２の下端を円周状に
移動しながらバッキングリング27とシュラウドサポート
シリンダ３の間のシール溶接を行う。
【００２９】つぎに溶接作業状態を図２に示す。原子炉
圧力容器１内には新炉心シュラウド２が設置され、この
新炉心シュラウド２がシュラウドサポートシリンダ３の
上部に固定されている。原子炉圧力容器１の下部には作
業架台16が設置され、新炉心シュラウド２の内部には、
遮蔽体18とセンターシールド19が設置されている。
圧力容器１内には新炉心シュラウド２が設置され、この
新炉心シュラウド２がシュラウドサポートシリンダ３の
上部に固定されている。原子炉圧力容器１の下部には作
業架台16が設置され、新炉心シュラウド２の内部には、
遮蔽体18とセンターシールド19が設置されている。
【００３０】センターシールド19は中間プラットホーム
20から吊下し、中間プラットホーム20はシールドサポー
ト21に支持され、シールドサポート21は原子炉圧力容器
のフランジ部17から垂下されている。ジェットポンプ４
の上端にはシール21ａが設置され、原子炉圧力容器１，
シュラウドサポートシリンダ３，バッキングリング，新
炉心シュラウド２、および遮蔽体18およびセンターシー
ルド19に内包される空間には水22が満たされ、この水22
により水遮蔽を行う。
20から吊下し、中間プラットホーム20はシールドサポー
ト21に支持され、シールドサポート21は原子炉圧力容器
のフランジ部17から垂下されている。ジェットポンプ４
の上端にはシール21ａが設置され、原子炉圧力容器１，
シュラウドサポートシリンダ３，バッキングリング，新
炉心シュラウド２、および遮蔽体18およびセンターシー
ルド19に内包される空間には水22が満たされ、この水22
により水遮蔽を行う。
【００３１】このような状態で、作業員23は溶接機およ
び検査装置（図示せず）を携帯し、遮蔽体18の内部に設
置されたラダー24を通って溶接部25に接近する。溶接部
25に対してあらかじめ設定された検査を終了した後、溶
接作業を開始する。その溶接作業中、高放射線源となっ
ているジェットポンプ４からの放射線８は水22により遮
蔽され作業雰囲気での放射レベルは人員作業可能な基準
値以下まで低減する。溶接作業終了後、あらかじめ設定
された検査を行い、作業員23は溶接機および検査装置
（図示せず）を携帯し、センターシールド19の内部を通
って溶接部から離脱する。
び検査装置（図示せず）を携帯し、遮蔽体18の内部に設
置されたラダー24を通って溶接部25に接近する。溶接部
25に対してあらかじめ設定された検査を終了した後、溶
接作業を開始する。その溶接作業中、高放射線源となっ
ているジェットポンプ４からの放射線８は水22により遮
蔽され作業雰囲気での放射レベルは人員作業可能な基準
値以下まで低減する。溶接作業終了後、あらかじめ設定
された検査を行い、作業員23は溶接機および検査装置
（図示せず）を携帯し、センターシールド19の内部を通
って溶接部から離脱する。
【００３２】作業中は常時、遮蔽体18上方の中間プラッ
トホーム20から予備作業員26によって作業状態および作
業の安全について監視される。溶接作業終了後、センタ
ーシールド19内部を再び満水状態に戻し、センターシー
ルド19，遮蔽体18，作業架台16の順に吊り上げ撤去す
る。
トホーム20から予備作業員26によって作業状態および作
業の安全について監視される。溶接作業終了後、センタ
ーシールド19内部を再び満水状態に戻し、センターシー
ルド19，遮蔽体18，作業架台16の順に吊り上げ撤去す
る。
【００３３】バッキングリング27を使用して新炉心シュ
ラウド２の下端全周にわたって予めバッキングリング27
を溶接し、このバッキングリング27とシュラウドサポー
トシリンダ３との間を外側からシール溶接する場合には
外側からシール溶接した後、新炉心シュラウド２の厚さ
全部にわたって内側から肉盛溶接（全肉溶接という）す
る。この場合、新炉心シュラウド２の肉厚全部にわたっ
て溶接が完全であることが期待できるので、溶接強度が
大きくなる効果がある。
ラウド２の下端全周にわたって予めバッキングリング27
を溶接し、このバッキングリング27とシュラウドサポー
トシリンダ３との間を外側からシール溶接する場合には
外側からシール溶接した後、新炉心シュラウド２の厚さ
全部にわたって内側から肉盛溶接（全肉溶接という）す
る。この場合、新炉心シュラウド２の肉厚全部にわたっ
て溶接が完全であることが期待できるので、溶接強度が
大きくなる効果がある。
【００３４】これに対してバッキングリング27を使用し
ない場合には、新炉心シュラウド２の下端に開先加工し
て直接シュラウドサポートシリンダ３に溶接する。この
場合、開先の先端部をシュラウドサポートシリンダ３の
上端から３〜４mm離した位置に設定して外側から内側に
向けて順次肉盛溶接していく。この場合も全肉溶接す
る。
ない場合には、新炉心シュラウド２の下端に開先加工し
て直接シュラウドサポートシリンダ３に溶接する。この
場合、開先の先端部をシュラウドサポートシリンダ３の
上端から３〜４mm離した位置に設定して外側から内側に
向けて順次肉盛溶接していく。この場合も全肉溶接す
る。
【００３５】外側部分の溶接が不完全であると想定され
るので肉厚全部にわたっての強度は期待できない。しか
し、バッキングリング27を使用しなくとも良い点として
は外側から溶接しなくても良い点に効果がある。
るので肉厚全部にわたっての強度は期待できない。しか
し、バッキングリング27を使用しなくとも良い点として
は外側から溶接しなくても良い点に効果がある。
【００３６】したがって、上記実施例において、シュラ
ウド下端にバッキングリングを取り付けないで、リップ
付開先とする場合でも上記実施例と同様の手順により実
施することができ上記実施例と同様な効果が得られる。
ウド下端にバッキングリングを取り付けないで、リップ
付開先とする場合でも上記実施例と同様の手順により実
施することができ上記実施例と同様な効果が得られる。
【００３７】
【発明の効果】本発明によれば、高放射線源となってい
るジェットポンプ近傍を水遮蔽することにより、遮蔽に
必要な鉄板厚さを小さくし、炉心シュラウド内に設置す
る遮蔽体の重量軽減、取付け，取外し作業手順の簡略
化、および使用後の撤去作業量の低減の効果を奏する。
るジェットポンプ近傍を水遮蔽することにより、遮蔽に
必要な鉄板厚さを小さくし、炉心シュラウド内に設置す
る遮蔽体の重量軽減、取付け，取外し作業手順の簡略
化、および使用後の撤去作業量の低減の効果を奏する。
【００３８】また、水遮蔽の効果により溶接作業時に遮
蔽体の開口部から漏れ出る放射線量も低減できるため、
作業員が溶接部に接近可能となり、溶接部の仕上がりお
よび品質の向上、かつ作業誤差や測定誤差の防止、短時
間作業、費用低減の効果を奏する。
蔽体の開口部から漏れ出る放射線量も低減できるため、
作業員が溶接部に接近可能となり、溶接部の仕上がりお
よび品質の向上、かつ作業誤差や測定誤差の防止、短時
間作業、費用低減の効果を奏する。
【００３９】さらに、新炉心シュラウドの下方にガイド
を設置することにより、遠隔自動溶接機の位置合わせが
容易になり、シール溶接作業効率の向上およびシール溶
接部の品質向上し、また、新炉心シュラウドとシュラウ
ドサポートシリンダの溶接作業時に遮蔽体上部から予備
作業員によって溶接作業状況を監視することによって、
緊急時の迅速な対応が可能となり溶接作業の安全性向上
の効果を奏する。また、バッキングリングを使用した場
合には新シュラウドの肉厚全部にわたって溶接を完全に
行うことができるので、溶接強度が大きくなる効果があ
る。
を設置することにより、遠隔自動溶接機の位置合わせが
容易になり、シール溶接作業効率の向上およびシール溶
接部の品質向上し、また、新炉心シュラウドとシュラウ
ドサポートシリンダの溶接作業時に遮蔽体上部から予備
作業員によって溶接作業状況を監視することによって、
緊急時の迅速な対応が可能となり溶接作業の安全性向上
の効果を奏する。また、バッキングリングを使用した場
合には新シュラウドの肉厚全部にわたって溶接を完全に
行うことができるので、溶接強度が大きくなる効果があ
る。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る炉心シュラウドの交換方法の一実
施例を説明するための炉心シュラウドの溶接状態を示す
縦断面図。
施例を説明するための炉心シュラウドの溶接状態を示す
縦断面図。
【図２】本発明に係る一実施例の原子炉圧力容器内での
作業状態を説明するための縦断面図。
作業状態を説明するための縦断面図。
【図３】従来の炉心シュラウドの交換方法を説明するた
めの縦断面図。
めの縦断面図。
１…原子炉圧力容器、２…新炉心シュラウド、３…シュ
ラウドサポートシリンダ、４…ジェットポンプ、５…ジ
ェットポンプサポート台、６…制御棒駆動機構ハウジン
グ、７…作業員、８…放射線、９…大型筒状遮蔽体、10
…溶接機、11…開口部、12…溶接部、13…炉上床、14…
昇降機、14ａ…レール、15…カプセル、16…作業架台、
17…フランジ部、18…遮蔽体、19…センターシールド、
20…中間プラットフォーム、21…シールドサポート、22
…水、23…作業員、24…ラダー、25…溶接部、26…予備
作業員、27…バッキングリング、28…遠隔自動溶接機、
29…ガイド。
ラウドサポートシリンダ、４…ジェットポンプ、５…ジ
ェットポンプサポート台、６…制御棒駆動機構ハウジン
グ、７…作業員、８…放射線、９…大型筒状遮蔽体、10
…溶接機、11…開口部、12…溶接部、13…炉上床、14…
昇降機、14ａ…レール、15…カプセル、16…作業架台、
17…フランジ部、18…遮蔽体、19…センターシールド、
20…中間プラットフォーム、21…シールドサポート、22
…水、23…作業員、24…ラダー、25…溶接部、26…予備
作業員、27…バッキングリング、28…遠隔自動溶接機、
29…ガイド。
フロントページの続き (72)発明者 加藤 基 神奈川県横浜市鶴見区末広町２丁目４番地 株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者 石川 澄 神奈川県横浜市鶴見区末広町２丁目４番地 株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者 山田 祐司 神奈川県横浜市鶴見区末広町２丁目４番地 株式会社東芝京浜事業所内
Claims (4)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器の上蓋を取り外し、前記
原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器を取り外した後、気水分
離器の取り外しおよび燃料，炉内核計装検出器，制御
棒，燃料支持金具，制御棒案内管，制御棒駆動機構その
他のシュラウド内構造物の取り外し、また炉心シュラウ
ド上方に設置されている給水スパージャ、炉心スプレイ
系配管、案内棒その他のシュラウド上方設置機器の取り
外しを行い、かつ上部格子板および炉心支持板を取り外
すとともに炉心下部のインコア案内管、スタビライザそ
の他の下部構造物を切断撤去して炉心シュラウドの内外
を開放状態とし、炉心シュラウドを切断する前にシュラ
ウドサポートシリンダの略上端高さ位置の作業架台を炉
心シュラウド内方に設置し、炉心シュラウドを切断機器
により少なくともシュラウドサポートシリンダとの溶接
部近傍で切断して、一体または複数の分割体として撤去
し、炉内除染を行って炉内放射線レベルを低減させ、シ
ュラウドサポートシリンダ上面の整形加工および新炉心
シュラウドの吊り込み並びに芯出しを行って、新炉心シ
ュラウドをシュラウドサポートシリンダ上に溶接する炉
心シュラウドの交換方法において、前記新炉心シュラウ
ドの下端開先部と前記シュラウドサポートシリンダとの
間を外側からシール溶接を行い、前記新炉心シュラウド
内に円筒状遮蔽体を設置した後、前記遮蔽体内部を排水
して気中状態にするとともに原子炉圧力容器，シュラウ
ドサポートシリンダ，前記新炉心シュラウドおよび遮蔽
体によって内包される水によって前記原子炉圧力容器内
に設置されているジェットポンプ近傍の水遮蔽を施した
状態で、前記遮蔽体内部で溶接作業を行うことを特徴と
する炉心シュラウドの交換方法。 - 【請求項２】 前記シール溶接の工程で、あらかじめ前
記新炉心シュラウドの下方に取り付けられたガイドレー
ルに沿って遠隔自動溶接機を動作させることを特徴とす
る請求項１記載の炉心シュラウドの交換方法。 - 【請求項３】 前記遮蔽体の上部に足場を設置すること
を特徴とする請求項１記載の炉心シュラウドの交換方
法。 - 【請求項４】 前記新炉心シュラウドの下端全周にわた
って予めバッキングリングを溶接しておき、このバッキ
ングリングと前記シュラウドサポートシリンダとの間を
外側からシール溶接することを特徴とする請求項１記載
の炉心シュラウドの交換方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP06028795A JP3456783B2 (ja) | 1995-02-27 | 1995-03-20 | 炉心シュラウドの交換方法 |
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7-38297 | 1995-02-27 | ||
| JP3829795 | 1995-02-27 | ||
| JP06028795A JP3456783B2 (ja) | 1995-02-27 | 1995-03-20 | 炉心シュラウドの交換方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08297192A true JPH08297192A (ja) | 1996-11-12 |
| JP3456783B2 JP3456783B2 (ja) | 2003-10-14 |
Family
ID=26377517
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP06028795A Expired - Lifetime JP3456783B2 (ja) | 1995-02-27 | 1995-03-20 | 炉心シュラウドの交換方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3456783B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2001022429A1 (fr) * | 1999-09-17 | 2001-03-29 | Hitachi, Ltd. | Procede de fixation d'une structure interne d'un coeur de reacteur |
| JP2007178334A (ja) * | 2005-12-28 | 2007-07-12 | Toshiba Corp | 原子炉内作業架台 |
| JP2007206026A (ja) * | 2006-02-06 | 2007-08-16 | Babcock Hitachi Kk | 原子力圧力容器内構造物の補修方法 |
| JP2009031013A (ja) * | 2007-07-24 | 2009-02-12 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉溶接部の表面処理法 |
-
1995
- 1995-03-20 JP JP06028795A patent/JP3456783B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2001022429A1 (fr) * | 1999-09-17 | 2001-03-29 | Hitachi, Ltd. | Procede de fixation d'une structure interne d'un coeur de reacteur |
| JP2007178334A (ja) * | 2005-12-28 | 2007-07-12 | Toshiba Corp | 原子炉内作業架台 |
| JP2007206026A (ja) * | 2006-02-06 | 2007-08-16 | Babcock Hitachi Kk | 原子力圧力容器内構造物の補修方法 |
| JP2009031013A (ja) * | 2007-07-24 | 2009-02-12 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉溶接部の表面処理法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3456783B2 (ja) | 2003-10-14 |
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